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公开(公告)号：CN111950127B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010680751.8
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型；使用屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型对核能设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试系统。一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统，提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。
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公开(公告)号：CN111881562B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN202010681550.X
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G01D21/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下奥氏体不锈钢的应力应变数据，并获取奥氏体不锈钢的流动应力；获取奥氏体不锈钢的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型，并根据屈服应力安全模型构建抗拉强度安全模型；对奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统。本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统，结合奥氏体不锈钢材料流强比，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供依据。
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公开(公告)号：CN110598164B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN201910881697.0
申请日：2019-09-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了存在碳偏析的反应堆压力容器材料的断裂韧性计算方法，包括以下步骤：1)、通过对碳元素的含量占比为0.25wt％～0.32wt％的反应堆压力容器材料断裂韧性试验获得断裂韧性数据；2)、对步骤1)获得的断裂韧性数据进行分析并获得均值和标准差；3)、引入高斯误差函数，建立断裂韧性限值计算模型。本发明所述计算方法不仅考虑了反应堆压力容器材料的碳偏析，而且还考虑了存在碳偏析的反应堆压力容器材料断裂试验数据的分散性，可更好服务于反应堆压力容器设备的防快断分析。
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公开(公告)号：CN107194085A
公开(公告)日：2017-09-22
申请号：CN201710385067.5
申请日：2017-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了一种核一级设备堆焊层等效换热系数的计算方法，包括以下步骤：根据牛顿冷却定律，分别确定时刻τ、τ+dτ时刻下的热流密度与该时刻下的环境温度、堆焊层内表面温度和初始设备内表面的温度之间的关系；确定出堆焊层内部在dτ时间段内由于升温产生的焓增值dh；利用焓增值dh与dτ时间段内堆焊层内流过的热量增量相同这一关系，推导出热流量密度增量dq与堆焊层内部平均温度升高值dtw之间的关系；考虑dτ为可忽略的时间增量，根据换热系数定义及上述步骤的结果，确定出等效换热系数αeq(τ)。该方法基于不稳定导热的前提，更适合于不稳定导热、边界条件比较复杂时的热应力分析。
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公开(公告)号：CN111881562A
公开(公告)日：2020-11-03
申请号：CN202010681550.X
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G01D21/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下奥氏体不锈钢的应力应变数据，并获取奥氏体不锈钢的流动应力；获取奥氏体不锈钢的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型，并根据屈服应力安全模型构建抗拉强度安全模型；对奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统。本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统，结合奥氏体不锈钢材料流强比，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供依据。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107194085B
公开(公告)日：2020-09-15
申请号：CN201710385067.5
申请日：2017-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种核一级设备堆焊层等效换热系数的计算方法，包括以下步骤：根据牛顿冷却定律，分别确定时刻τ、τ+dτ时刻下的热流密度与该时刻下的环境温度、堆焊层内表面温度和初始设备内表面的温度之间的关系；确定出堆焊层内部在dτ时间段内由于升温产生的焓增值dh；利用焓增值dh与dτ时间段内堆焊层内流过的热量增量相同这一关系，推导出热流量密度增量dq与堆焊层内部平均温度升高值dtw之间的关系；考虑dτ为可忽略的时间增量，根据换热系数定义及上述步骤的结果，确定出等效换热系数αeq(τ)。该方法基于不稳定导热的前提，更适合于不稳定导热、边界条件比较复杂时的热应力分析。
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公开(公告)号：CN110909499A
公开(公告)日：2020-03-24
申请号：CN201911126757.4
申请日：2019-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/04 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种对核电站一回路设备进行疲劳分析的方法和系统，本发明通过获取节点线性化应力分量，基于获取的数据通过设置的算法自动实现核电站一回路主设备的疲劳分析，无需依赖某一特定商业软件，实现简单，便于修正，提高了可操作性。
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公开(公告)号：CN111929156B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN202010680739.7
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/08
Abstract: 本发明公开了一种核能设备安全性能的测试方法，包括：获取核能设备材料在预设温度下的应力应变数据，并获取核能设备材料实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度；根据实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度构建安全性能测试模型；使用所述安全性能测试模型对核能设备材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备安全性能的测试系统。本发明一种核能设备安全性能的测试方法及系统，通过材料应变能密度参量与基准应变能密度参量的比值，提出了一种基于材料应力应变确定核能设备力学分析中安全裕量设计参数的方法。该方法可为核能设备设计阶段确定强度力学校核中剩余安全裕量提供指标量化依据。
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公开(公告)号：CN111950127A
公开(公告)日：2020-11-17
申请号：CN202010680751.8
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型；使用屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型对核能设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试系统。一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统，提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。
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公开(公告)号：CN111929156A
公开(公告)日：2020-11-13
申请号：CN202010680739.7
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/08
Abstract: 本发明公开了一种核能设备安全性能的测试方法，包括：获取核能设备材料在预设温度下的应力应变数据，并获取核能设备材料实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度；根据实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度构建安全性能测试模型；使用所述安全性能测试模型对核能设备材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备安全性能的测试系统。本发明一种核能设备安全性能的测试方法及系统，通过材料应变能密度参量与基准应变能密度参量的比值，提出了一种基于材料应力应变确定核能设备力学分析中安全裕量设计参数的方法。该方法可为核能设备设计阶段确定强度力学校核中剩余安全裕量提供指标量化依据。
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